JP2008232678A - Core shroud replacement method - Google Patents

Core shroud replacement method Download PDF

Info

Publication number
JP2008232678A
JP2008232678A JP2007069592A JP2007069592A JP2008232678A JP 2008232678 A JP2008232678 A JP 2008232678A JP 2007069592 A JP2007069592 A JP 2007069592A JP 2007069592 A JP2007069592 A JP 2007069592A JP 2008232678 A JP2008232678 A JP 2008232678A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core shroud
core
shroud
pressure vessel
support plate
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP2007069592A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
Kazuo Sudo
和雄 須藤
Tanoshi Sato
愉 佐藤
Akinori Abura
晶紀 油
Kinzo Hirose
金三 広瀬
Shinichi Katsuma
真一 勝間
Toshihiro Yasuda
年廣 安田
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP2007069592A priority Critical patent/JP2008232678A/en
Publication of JP2008232678A publication Critical patent/JP2008232678A/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To shorten greatly a period from manufacture of a new core shroud until finish of a replacement work through conveyance into the core shroud and an apparatus assembly work. <P>SOLUTION: This method has a core shroud manufacturing process for manufacturing the core shroud on an operation floor over a reactor pressure vessel, and performing installation of a load supporting plate of the core shroud; a core shroud installation process for suspending and installing the manufactured core shroud from the operation floor into the reactor pressure vessel; a load supporting plate carrying-out process for carrying out in a body the load supporting plate to the operation floor side after installation of the core shroud; and an incore apparatus assembly process for dividing an internal space of the core shroud into an upper side working domain and a lower side working domain based on an installation height position of a core support plate, and advancing an assembly work of incore apparatuses by accessing each working domain respectively individually. <P>COPYRIGHT: (C)2009,JPO&INPIT

Description

本発明は沸騰水型原子炉などの原子炉圧力容器内に設置される炉心シュラウドを交換する方法に係り、特に新たなシュラウドの製作から交換作業終了までの期間を大幅に短縮する炉心シュラウド取替方法に関する。   The present invention relates to a method for exchanging a core shroud installed in a reactor pressure vessel such as a boiling water reactor, and in particular, a core shroud replacement that significantly shortens the period from the production of a new shroud to the end of the exchanging operation. Regarding the method.

一般にこの種の原子炉の炉心シュラウドはステンレス鋼製の部材を溶接することによって構成されており、長期間の運転の間に溶接部あるいはその付近に応力腐食割れによるクラック等が発生する。このクラック等が部分的な補修によっては対応困難となったと判断された場合に、炉心シュラウド自体を取替える必要性が生じる。なお、これまでは炉心シュラウドの取替えについて、炉内の高放射化に過敏なあまり、炉心シュラウドの切断や撤去、新シュラウドの据付け等の全ての操作について、遠隔操作により行う極めて能率の低い作業となっていた。   Generally, a reactor core shroud of this type is constructed by welding stainless steel members, and cracks or the like due to stress corrosion cracks occur at or near the weld during long-term operation. When it is determined that the crack or the like has become difficult to deal with by partial repair, the core shroud itself needs to be replaced. Until now, replacement of the core shroud has been extremely sensitive to high activation in the reactor, so all operations such as cutting and removal of the core shroud and installation of the new shroud are performed by remote operation. It was.

これに対し、近年では原子炉設備の汚染物質除去についての技術が著しく進歩しており、例えば過マンガン酸塩溶液等の化学薬剤を用いて放射線汚染個所を極めて有効に洗浄することが可能となっている。このような原子炉内の放射線量当量率の低減技術を応用して炉心を洗浄し、遠隔作業以外の作業員によるシュラウド交換技術が可能となっている。   On the other hand, in recent years, the technology for removing pollutants in nuclear reactor facilities has advanced remarkably, and for example, it has become possible to clean a radiation-contaminated site extremely effectively using a chemical agent such as a permanganate solution. ing. By applying such a technique for reducing the radiation dose equivalent rate in the reactor, the core is cleaned, and a shroud replacement technique by workers other than remote work is possible.

我国ではこのような状況下において、過去4プラントの原子炉圧力容器について炉心シュラウドおよび炉内機器の取替経験がある。しかし、これらの場合には実績ベースで300日前後の工期がかかっていた。なお、炉心シュラウド取替工事について、外国で行われた報告は1件もない。この背景として、炉心シュラウド取替には長い工期がかかることが挙げられている。   In this situation, we have experience in replacing core shrouds and in-core equipment for the reactor pressure vessels of the past four plants. In these cases, however, a construction period of about 300 days was required on a performance basis. There have been no reports on the replacement of the core shroud in foreign countries. As the background, it is mentioned that replacement of the core shroud takes a long work period.

上述した我国で行われた過去の炉心シュラウド交換方法を説明する。   The past core shroud replacement method performed in our country will be described.

交換対象となる旧炉心シュラウドおよび炉内機器は、原子炉圧力容器内を除線した後に炉外に撤去される。新炉心シュラウドは、原子炉圧力容器の側方に位置する最下部のフロア(F1)において製作される。この理由は、製作される新炉心シュラウドが全高に亘って完全形状のものに設定される一方で、原子炉圧力容器の上方に位置するオペレーションフロアの上方スペースについては、天井クレーンのレール配置等により炉心シュラウドの全高に対して高さ制約を受けるためである。最下部のフロア(F1)において新炉心シュラウドの製作を行う場合には、機器の昇降、オペレーションフロアとの往来等が必要となり、作業の進行に一定の時間的ロスが発生していた。   The old core shroud and in-core equipment to be replaced are removed outside the reactor after the inside of the reactor pressure vessel is derailed. The new core shroud is manufactured on the lowest floor (F1) located on the side of the reactor pressure vessel. The reason for this is that while the new core shroud to be manufactured is set to a complete shape over the entire height, the space above the operation floor located above the reactor pressure vessel depends on the rail arrangement of the overhead crane, etc. This is because the height of the entire core shroud is restricted. When the new core shroud is manufactured on the lowermost floor (F1), it is necessary to move up and down the equipment and to / from the operation floor, and a certain time loss has occurred in the progress of the work.

また、上述の方法で製作される新たな炉心シュラウドにはその上端周辺の接合部材、例えば給水スパージャインレット管等が取付けられることはなかった。この給水スパージャインレット管は全て、新たな炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に据付けた後に行われており、これにより炉内の溶接作業等の工程に一定の時間を必要とした。   Further, a new core shroud manufactured by the above-described method has not been provided with a joining member around its upper end, such as a water supply sparger inlet pipe. All of the feed water sparger inlet pipes were installed after installing a new core shroud in the reactor pressure vessel, which required a certain amount of time for the welding operation and the like in the reactor.

さらに、新たな炉心シュラウドの製作後には、この炉心シュラウドを下部フロア(F1)から原子炉圧力容器の上方のオペレーションフロアに運搬し、例えばシュラウド壁の複数箇所の荷重に対する形状保持のための複数部品からなる支持用プレート、その他カメラ、溶接機等の艤送品のうち、いずれかの艤送品の装着または付設等を行い、その後オペレーションフロアから原子炉圧力容器内に炉心シュラウドを移送して据付けを行っていた。このため、製作した炉心シュラウドの移送ルートにおいて、一定の時間を必要とした。   Further, after the new core shroud is manufactured, the core shroud is transported from the lower floor (F1) to the operation floor above the reactor pressure vessel, for example, a plurality of parts for maintaining the shape of the shroud wall against the load at a plurality of locations. Attach or attach any of the transport plates such as support plates, cameras, welding machines, etc., and then transfer the core shroud from the operation floor to the reactor pressure vessel for installation. Had gone. For this reason, a certain time is required in the transfer route of the manufactured core shroud.

また、炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に据付けた後は、炉心シュラウドに艤装した複数部品からなる支持用プレートを、それぞれ部品ごとに個別に取外し、それらを個別に炉外に搬出していた。このような複数部品からなる艤装品の取外しおよび搬出についても、一定の時間が費やされていた。   In addition, after the core shroud was installed in the reactor pressure vessel, the support plates made up of a plurality of parts mounted on the core shroud were individually removed for each part, and they were individually carried out of the reactor. A certain amount of time has also been spent on removing and carrying out such a multi-part outfitting.

さらにまた、炉心シュラウドに炉内機器を組立てる場合、炉内上下空間のいずれに対しても炉心シュラウド上方の開口部からのアクセスルートを適用していた。このため、基本的な組立手順としては、炉心シュラウドの内底部側から作業を開始して順に上方へ移行する、所謂ボトムアップ方式となっていた。このため、上下配置の炉内機器について、一の作業と他の作業との取り合い干渉が生じて非能率となる場合があった。また、炉心支持板の設置後には炉心シュラウド内の空間が上下に区分されるため、さらに作業が複雑化し、作業時間も長くなっていた。   Furthermore, when assembling in-core equipment in the core shroud, the access route from the opening above the core shroud is applied to any of the upper and lower spaces in the reactor. For this reason, the basic assembly procedure is a so-called bottom-up method in which work starts from the inner bottom side of the core shroud and sequentially moves upward. For this reason, in-furnace in-furnace equipment, interference between one work and another work may occur, resulting in inefficiency. Moreover, since the space in the core shroud is divided into upper and lower parts after the core support plate is installed, the work is further complicated and the work time is long.

なお、従来の公知技術としては本願の出願人による炉心シュラウドの交換方法等がある(例えば、特許文献1,2等参照)。
特開平8−152495号公報 特開2000−249791号公報
Conventionally known techniques include a core shroud replacement method by the applicant of the present application (see, for example, Patent Documents 1 and 2).
JP-A-8-152495 JP 2000-249791 A

上述したように、従来の技術では、新炉心シュラウドを原子炉圧力容器の側方に位置する最下部のフロア(F1)において製作するため、機器の昇降、オペレーションフロアとの往来等が必要となり、作業の進行に一定の時間的ロスが発生していた。   As described above, in the conventional technology, since the new core shroud is manufactured on the lowest floor (F1) located on the side of the reactor pressure vessel, it is necessary to move up and down the equipment, to and from the operation floor, A certain amount of time was lost in the progress of the work.

また、上述の方法で製作される新たな炉心シュラウドには予めその上端周辺の接合部材が取付けられることはなく、部材は全て新たな炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に据付けた後に行われていることから、炉内の溶接作業等の工程に一定の時間を必要とした。   In addition, a new core shroud manufactured by the above-described method is not attached with a joining member around its upper end in advance, and all the members are formed after the new core shroud is installed in the reactor pressure vessel. Therefore, a certain amount of time was required for processes such as welding in the furnace.

また、新たな炉心シュラウドの製作後には、下部フロア(F1)から原子炉圧力容器の上方のオペレーションフロアを経て、さらに支持用プレートの付設等を行ため、炉心シュラウドを製作後に原子炉圧力容器内に移送するルートにおいて時間が費やされていた。   In addition, after the production of the new core shroud, the support plate is installed from the lower floor (F1) through the operation floor above the reactor pressure vessel. Time was spent on the route to transfer to.

また、炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に据付けた後、炉心シュラウドに艤装した複数部品からなる支持用プレートを部品ごとに個別に取外し、炉外に搬出していたため、艤装品の取外しおよび搬出等についても時間が費やされていた。   In addition, after the core shroud was installed in the reactor pressure vessel, the support plate consisting of multiple parts mounted on the core shroud was individually removed for each part and carried out of the reactor. Also time was spent.

また、炉心シュラウドに炉内機器を組立てる場合、炉内上下空間のいずれに対しても炉心シュラウド上方の開口部からのアクセスルートを適用していたため、組立手順が炉心シュラウドの内底部側から順に上方へ移行するボトムアップ方式となっていたため、上下配置の炉内機器の取り合い干渉が生じて非能率となり、また炉心支持板の設置後には炉心シュラウド内の空間が上下に区分されるため、さらに作業が複雑化し、作業時間も長くなっていた。   In addition, when assembling the in-core equipment in the core shroud, the access route from the opening above the core shroud was applied to both the upper and lower spaces in the reactor, so the assembly procedure was performed in order from the inner bottom side of the core shroud. Since the bottom-up system has shifted to the bottom, the in-core equipment interferes with each other, resulting in inefficiency, and after the core support plate is installed, the space inside the core shroud is divided into upper and lower parts, further work. It became complicated and the working time was long.

本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、新たな炉心シュラウドの製作から炉心シュラウド内への搬送および機器組立作業を経て、交換作業が終了するまでの期間を大幅に短縮することができる炉心シュラウド取替方法を提供することを目的とする。   The present invention has been made in view of such circumstances, and greatly shortens the period from the manufacture of a new core shroud to the transfer into the core shroud and the assembly of the equipment to the end of the replacement work. It is an object of the present invention to provide a method for replacing a core shroud that can be used.

本発明では上述した課題を解決するために、炉内が除線され、炉心シュラウドが撤去された原子炉圧力容器内に、新たな炉心シュラウドを設置して炉内機器を組立てる炉心シュラウド取替方法であって、原子炉圧力容器上方のオペレーションフロアで炉心シュラウドを製作するとともに、この炉心シュラウドの荷重支持用プレートの艤装を行う炉心シュラウド製作工程と、製作された炉心シュラウドを前記オペレーションフロアから前記原子炉圧力容器内に吊下して据付ける炉心シュラウド据付け工程と、前記炉心シュラウドの据付け後に前記荷重支持用プレートを前記オペレーションフロア側に一体で搬出する荷重支持用プレート搬出工程と、前記炉心シュラウドの内部空間を炉心支持板の設置高さ位置を基準として上側作業領域と下側作業領域とに分け、これらの各作業領域にそれぞれ個別にアクセスして炉内機器の組立作業を進行させる炉内機器組立工程とを備えることを特徴とする炉心シュラウド取替方法を提供する。   In the present invention, in order to solve the above-described problems, a core shroud replacement method for assembling in-core equipment by installing a new core shroud in a reactor pressure vessel in which the reactor is derailed and the core shroud is removed. A core shroud is manufactured on the operation floor above the reactor pressure vessel, and a core shroud manufacturing process for mounting a load support plate of the core shroud, and the manufactured core shroud from the operation floor A core shroud installation process suspended and installed in a reactor pressure vessel; a load support plate unloading process for unloading the load support plate to the operation floor side after the core shroud is installed; and a core shroud The upper work area and the lower work are defined based on the installation space position of the core support plate. Divided into a region, it provides a core shroud replacement method characterized by comprising the these furnace equipment assembly process, each to advance the assembly of the furnace equipment to access individually to each work area.

本発明によれば、新たな炉心シュラウドの製作場所および形態の設定、製作した炉心シュラウドの搬送ならびに原子炉圧力容器内への据付け、艤装した荷重支持用プレートの搬出、炉心シュラウド内の上下領域での炉内機器の平行する組立作業等により、製作、移送、炉内導入出、機器組立等の各工程において作業時間を短縮することができ、新たな炉心シュラウドの製作から炉心シュラウド内への搬送および機器組立作業を経て、交換作業が終了するまでの期間を大幅に短縮することができる。   According to the present invention, the production location and configuration of a new core shroud, the transport of the produced core shroud and installation into the reactor pressure vessel, the loading of the loaded load support plate, and the upper and lower regions within the core shroud As a result of parallel assembly work of in-furnace equipment, work time can be shortened in each process such as production, transfer, introduction / removal into the furnace, equipment assembly, etc., and transportation from the production of a new core shroud into the core shroud In addition, it is possible to greatly shorten the period until the replacement work is completed through the equipment assembly work.

以下、本発明に係る炉心シュラウド取替方法の一実施形態について、図面を参照して説明する。なお、以下の説明においては、新たな炉心シュラウドを製作する工程から、製作した新たな炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に設置し、炉内機器の組立が終了するまでの工程について述べる。   Hereinafter, an embodiment of a core shroud replacement method according to the present invention will be described with reference to the drawings. In the following description, the process from the process of manufacturing a new core shroud to the process of installing the manufactured new core shroud in the reactor pressure vessel and completing the assembly of the in-core equipment will be described.

(1)炉心シュラウド製作工程(図1)
図1は、炉心シュラウド製作工程として、新たに製作される炉心シュラウドの構成およびその製作状況を示す縦断面図である。この図1に示すように、本実施形態では、製作場所として、原子炉圧力容器の上方に配置されているオペレーションフロア1が適用される。そして、炉心シュラウド製作工程において、組立作業は炉心シュラウド2を構成する板状の構成材を溶接することにより、一定高さの円筒形状の炉心シュラウド2として組立てられる。また、オペレーションフロア1上で各種治具の艤装等を含めた全て組立作業を行う。
(1) Core shroud manufacturing process (Figure 1)
FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing a configuration of a core shroud newly manufactured and a manufacturing situation thereof as a core shroud manufacturing process. As shown in FIG. 1, in this embodiment, an operation floor 1 disposed above the reactor pressure vessel is applied as a manufacturing place. In the core shroud manufacturing process, the assembling work is assembled as a cylindrical core shroud 2 having a certain height by welding plate-like components constituting the core shroud 2. In addition, all assembly work including fitting of various jigs is performed on the operation floor 1.

オペレーションフロア1には、原子炉圧力容器13の上方に位置する開口部3が配置されており、製作した炉心シュラウド2は、この開口部3から原子炉圧力容器13内に搬送することができる。オペレーションフロア1の上方にはクレーン4およびそのガイドレール5が配置されており、クレーン4にはワイヤ6および吊下げ用のフック7が設けられている。そして、製作した炉心シュラウド2は、このクレーン4を使用して移動することができる。   An opening 3 located above the reactor pressure vessel 13 is disposed on the operation floor 1, and the manufactured core shroud 2 can be transferred into the reactor pressure vessel 13 from the opening 3. A crane 4 and its guide rail 5 are arranged above the operation floor 1, and the crane 4 is provided with a wire 6 and a hanging hook 7. The manufactured core shroud 2 can be moved using this crane 4.

新たな炉心シュラウド2は、図示しない取替前の炉心シュラウド2と略同様であるが、本実施形態では、オペレーションフロア1上で製作される構成として、炉心シュラウド2の上端部に給水スパージャインレット管8を取付ける。給水スパージャインレット管8は、炉心シュラウド2の胴部の上方に突出する状態で設けられ、後の工程で原子炉圧力容器13の炉壁を貫通する給水入口ノズルに接続される。すなわち、本実施形態では、炉心シュラウド2の上端部に給水スパージャインレット管8を取付けておき、後の炉心シュラウド据付け工程において、給水スパージャインレット管8と炉心シュラウド2とを一体で原子炉圧力容器13内に組込む。   The new core shroud 2 is substantially the same as the core shroud 2 before replacement (not shown). However, in this embodiment, a water sparger inlet pipe is provided at the upper end of the core shroud 2 as a structure manufactured on the operation floor 1. Install 8. The feed water sparger inlet pipe 8 is provided in a state of projecting above the trunk portion of the core shroud 2 and is connected to a feed water inlet nozzle that penetrates the reactor wall of the reactor pressure vessel 13 in a later step. That is, in this embodiment, the water supply sparger inlet pipe 8 is attached to the upper end of the core shroud 2, and in the subsequent core shroud installation process, the water supply sparger inlet pipe 8 and the core shroud 2 are integrated into the reactor pressure vessel 13. Built in.

ところで、給水スパージャインレット管8の接続により、給水スパージャインレット管8を含めた炉心シュラウド2の高さは一定の高さとなる。一方、ガイドレール5の配置により、オペレーションフロア1上での作業空間には一定高さの制約がある。そこで、本実施形態では、炉心シュラウド製作工程において、製作する炉心シュラウド2の下端部構成材の一部を除いて全高を低くする。具体的には、図1の下部に仮想線で示すように、炉心シュラウド2の最下端の構成部材となるショートリング9の接続は省略される。これにより、給水スパージャインレット管8の取付けによるオペレーションフロア1の上方空間の高さの裕度を確保する。そして、この炉心シュラウド製作工程において除かれた炉心シュラウド2の下端部構成材であるショートリング9を、後述の炉心シュラウド据付け工程において、炉内のシュラウド支持部材に連結する。   By the way, due to the connection of the water supply sparger inlet pipe 8, the height of the core shroud 2 including the water supply sparger inlet pipe 8 becomes a constant height. On the other hand, due to the arrangement of the guide rails 5, the work space on the operation floor 1 has a certain height restriction. Therefore, in the present embodiment, in the core shroud manufacturing process, the overall height is lowered except for a part of the lower end portion constituent material of the core shroud 2 to be manufactured. Specifically, as shown by the phantom line in the lower part of FIG. 1, the connection of the short ring 9 serving as the lowermost component of the core shroud 2 is omitted. Thereby, the margin of the height of the upper space of the operation floor 1 by the attachment of the water supply sparger inlet pipe 8 is ensured. And the short ring 9 which is a lower end part constituent material of the core shroud 2 removed in the core shroud manufacturing process is connected to a shroud support member in the furnace in a core shroud installation process described later.

また、図1に示すように、製作される炉心シュラウド2の内周側には、上下配置で複数枚のリング状の部材からなる荷重支持用プレート、すなわち上部荷重支持用プレート10および下部荷重支持用プレート11が艤装される。上部荷重支持用プレート10は炉心シュラウド2の上部リング上に配置され、また下部荷重支持用プレート11は炉心シュラウド2の下部リング上に配置される。さらに、炉心シュラウド2の上端部位置にはシュラウド吊具12が配置される。   Further, as shown in FIG. 1, on the inner peripheral side of the core shroud 2 to be manufactured, a load supporting plate composed of a plurality of ring-shaped members arranged vertically, that is, an upper load supporting plate 10 and a lower load supporting member. A plate 11 is mounted. The upper load support plate 10 is disposed on the upper ring of the core shroud 2, and the lower load support plate 11 is disposed on the lower ring of the core shroud 2. Further, a shroud suspension 12 is disposed at the upper end position of the core shroud 2.

以上の炉心シュラウド製作工程においては、原子炉圧力容器13の上方に配置されているオペレーションフロア1を適用し、炉心シュラウド2をオペレーションフロア1上の一定位置に固定配置したままで、シュラウド組立および艤装の全てを行う。   In the above core shroud manufacturing process, the operation floor 1 disposed above the reactor pressure vessel 13 is applied, and the core shroud 2 is fixedly disposed at a fixed position on the operation floor 1 and the shroud assembly and fitting are performed. Do all of the above.

したがって、従来の方法において実施されていた、炉心シュラウド2を原子炉圧力容器13の側方に位置する最下部のフロアにおいて製作する場合と比較して、機器の昇降、オペレーションフロア1との往来等が不要となり、また、予め給水スパージャインレット管8を炉心シュラウド2の上端周辺に接合することにより、搬送後の炉内における溶接作業を省略することもできる。よって、従来に比して作業性が向上し、製作時間を短縮することが可能となる。   Therefore, as compared with the case where the core shroud 2 is manufactured on the lowest floor located on the side of the reactor pressure vessel 13, which is performed in the conventional method, the equipment is lifted and the operation floor 1 is moved. In addition, by joining the water supply sparger inlet pipe 8 around the upper end of the core shroud 2 in advance, the welding operation in the furnace after the conveyance can be omitted. Therefore, workability is improved as compared with the conventional case, and the manufacturing time can be shortened.

(2)炉心シュラウド据付け工程(図2)
図2は、製作した炉心シュラウド2を原子炉圧力容器13内に搬送し、炉心シュラウド2を原子炉圧力容器13内に据付ける炉心シュラウド据付け工程を示す説明図である。
(2) Core shroud installation process (Figure 2)
FIG. 2 is an explanatory diagram illustrating a core shroud installation process in which the manufactured core shroud 2 is transported into the reactor pressure vessel 13 and the core shroud 2 is installed in the reactor pressure vessel 13.

この図2に示すように、製作された炉心シュラウド2は、上端部内周側に艤装したシュラウド吊具12にクレーン4のワイヤ6を接続することにより、オペレーションフロア1から原子炉圧力容器13内に吊下げられる。原子炉圧力容器13の内周面部には遮蔽部材14が配置されている。   As shown in FIG. 2, the manufactured core shroud 2 is connected from the operation floor 1 to the reactor pressure vessel 13 by connecting the wire 6 of the crane 4 to the shroud suspension 12 mounted on the inner peripheral side of the upper end. Can be hung. A shielding member 14 is disposed on the inner peripheral surface portion of the reactor pressure vessel 13.

原子炉圧力容器内底部の制御棒駆動機構ハウジング15上には、予め水平なジャッキスタンドベース16および炉底部足場等が設置されており、その周辺部にはジャッキ17を有する複数の柱18が立設されている。この柱18の上端が、炉内に導入される炉心シュラウド2内の下部荷重支持用プレート11に例えば一体的に連結される。   On the control rod drive mechanism housing 15 at the bottom of the reactor pressure vessel, a horizontal jack stand base 16 and a reactor bottom scaffold are installed in advance, and a plurality of pillars 18 having jacks 17 stand on the periphery thereof. It is installed. The upper end of the column 18 is integrally connected to the lower load support plate 11 in the core shroud 2 introduced into the furnace, for example.

原子炉圧力容器13内に吊下げられた炉心シュラウド2の下部胴下端には、ショートリング9が溶接接続され、さらにシュラウドサポート19上に溶接により連結される(シュラウドH7溶接)。   A short ring 9 is welded and connected to the lower end of the lower shell of the core shroud 2 suspended in the reactor pressure vessel 13 and further connected to the shroud support 19 by welding (shroud H7 welding).

なお、再循環ポンプ20のディフューザ21等は予め原子炉圧力容器13内に設置されているが、原子炉圧力容器13下部に開けられた再循環ノズルの所定のもの(例えばN1ノズル)22は開口している。この再循環ノズルは作業員が通ることができる大きさである。また、バッフルプレート23およびシュラウドサポート19には隙間部があり、これらの隙間部も作業員が通ることができる大きさであり、再循環ノズルと連通している。したがって、作業員は再循環ノズルを介して原子炉圧力容器13の外部から内部にアクセスすることが可能である。   Although the diffuser 21 and the like of the recirculation pump 20 are installed in the reactor pressure vessel 13 in advance, a predetermined recirculation nozzle (for example, N1 nozzle) 22 opened at the lower portion of the reactor pressure vessel 13 is opened. is doing. The recirculation nozzle is sized to allow an operator to pass through. Further, the baffle plate 23 and the shroud support 19 have gaps, and these gaps are sized to allow an operator to pass through and communicate with the recirculation nozzle. Therefore, the worker can access the inside of the reactor pressure vessel 13 from the outside through the recirculation nozzle.

以上のように、この工程においては、給水スパージャインレット管付シュラウドの吊込み据付けが行われる。   As described above, in this process, the shroud with a water supply sparger inlet pipe is suspended and installed.

(3)荷重支持用プレート搬出工程(図3、図9)
図3は、炉心シュラウド2の据付け後に荷重支持用プレートをオペレーションフロア1側に一体で搬出する荷重支持用プレート搬出工程(吊具一体搬出工程)を示す説明図である。
(3) Load carrying plate unloading process (FIGS. 3 and 9)
FIG. 3 is an explanatory view showing a load supporting plate carrying-out process (a lifting tool integrated carrying-out process) in which the load supporting plate is integrally carried out to the operation floor 1 side after the core shroud 2 is installed.

上述したように、艤装品である荷重支持用プレートは上部荷重支持用プレート10および下部荷重支持用プレート11等の複数部品からなるものとしている。そこで、図3に示すように、この工程では、艤装品である上部荷重支持用プレート10および下部荷重支持用プレート11を互いに積重ねた状態で、かつジャッキスタンドベース16および炉底部足場等ともに一体として、吊具によりオペレーションフロア1側に搬出する。   As described above, the load supporting plate which is a fitting is composed of a plurality of parts such as the upper load supporting plate 10 and the lower load supporting plate 11. Therefore, as shown in FIG. 3, in this process, the upper load supporting plate 10 and the lower load supporting plate 11 which are the fittings are stacked together, and the jack stand base 16 and the furnace bottom scaffold are integrally formed. Then, it is carried out to the operation floor 1 side by a hanging tool.

図9は、作業工程について、時間軸を横軸とするタイムチャートである。この図9に符号a1を付して示したように、以上の荷重支持用プレート搬出工程と、前工程のシュラウドH7溶接工程とについては、一定の作業時間を要するが、艤装品である上部荷重支持用プレート10および下部荷重支持用プレート11とを互いに積重ねた状態で、かつジャッキスタンドベース16および炉底部足場等ともに一体として吊具によりオペレーションフロア1側に搬出するので、作業性を向上することができる。   FIG. 9 is a time chart for the work process with the time axis as the horizontal axis. As indicated by the reference numeral a1 in FIG. 9, the load supporting plate carrying out step and the shroud H7 welding step in the previous step require a certain amount of work time, but the upper load that is a fitting product. Since the supporting plate 10 and the lower load supporting plate 11 are stacked on each other, and the jack stand base 16 and the furnace bottom scaffold are integrally carried out to the operation floor 1 side by a lifting tool, workability is improved. Can do.

(4)炉内機器組立工程(図4〜図8、図9)
図4〜図8は、炉心シュラウド2の内部空間を炉心支持板30の設置高さ位置を基準として上側作業領域と下側作業領域とに分け、これらの各作業領域にそれぞれ個別にアクセスして炉内機器の組立作業を進行させる炉内機器組立工程を示している。以下、この工程を5工程に分けて順に説明する。これらの工程においては、炉心シュラウド2の内部空間を炉心支持板30の設置高さ位置を基準として上側作業領域と下側作業領域とに分け、これらの各作業領域にそれぞれ個別にアクセスして炉内機器の組立作業を進行させることができる炉内機器組立工程について説明する。
(4) In-furnace equipment assembly process (FIGS. 4-8, 9)
4 to 8, the internal space of the core shroud 2 is divided into an upper work area and a lower work area on the basis of the installation height position of the core support plate 30, and each of these work areas is accessed individually. The in-furnace apparatus assembly process which advances the assembly operation of the in-furnace apparatus is shown. Hereinafter, this process is divided into five processes and explained in order. In these processes, the internal space of the core shroud 2 is divided into an upper work area and a lower work area with reference to the installation height position of the core support plate 30, and each of these work areas is individually accessed to the reactor. An in-furnace equipment assembly process capable of proceeding with the assembly work of the internal equipment will be described.

(4−1)炉心支持板(CP)の据付け(図4、図9)
図4は、炉心シュラウド2内に炉心支持板30の据付け工程を示す説明図である。この工程では、図4に示すように、炉心シュラウド2内に上方から炉心支持板30を吊下し、芯計測装置31を使用して、例えば炉心支持板30の上方から作業者により燃料支持格子の芯計測を行う。そして、計測後に炉心支持板30を固定して取付ける(図9の符号b1参照)。
(4-1) Installation of core support plate (CP) (Figs. 4 and 9)
FIG. 4 is an explanatory view showing a process of installing the core support plate 30 in the core shroud 2. In this step, as shown in FIG. 4, a core support plate 30 is suspended from above in the core shroud 2, and a fuel measurement grid is used by an operator from above the core support plate 30 by using a core measuring device 31. Perform core measurement. After the measurement, the core support plate 30 is fixed and attached (see symbol b1 in FIG. 9).

なお、この炉内機器組立工程においては、炉心支持板30の取付け作業および計測等について、後述する上側作業領域および下側作業領域での協同作業により行うことが可能である。   In this in-furnace equipment assembly process, it is possible to perform the mounting work and measurement of the core support plate 30 by cooperative work in the upper work area and the lower work area described later.

(4−2)差圧検出器(DP)・ホウ酸水注入(LC)配管等の取付け(図5、図9)
図5は、炉心支持板30の取付け後にインコアモニタハウジング(ICMHsg)の開先加工、インコアモニタガイドチューブ(ICMGT)34およびスタビライザ33取付け、差圧検出器・ホウ酸水注入配管32、取付け等の工程を示す説明図である。図5には、上側作業領域および下側作業領域に作業者がそれぞれ位置し、各領域毎に個別作業を進行する様子を例示している。
(4-2) Mounting of differential pressure detector (DP), boric acid water injection (LC) piping, etc. (Figs. 5 and 9)
FIG. 5 shows the processing of the groove of the in-core monitor housing (ICMHsg) after the core support plate 30 is installed, the in-core monitor guide tube (ICMGT) 34 and the stabilizer 33, the differential pressure detector / boric acid water injection pipe 32, It is explanatory drawing which shows a process. FIG. 5 illustrates a situation where workers are respectively located in the upper work area and the lower work area, and the individual work proceeds for each area.

この工程では、上側作業領域へのアクセスルートを炉心シュラウド2上方のオペレーションフロア1側の原子炉圧力容器上部開口とする一方、下側作業領域へのアクセスルートを原子炉圧力容器13下部に開けられている再循環出口ノズルの開口として行われる。すなわち、上述したように、原子炉圧力容器13下部に開けられた再循環ノズルの例えばN1ノズル22は開口し、この再循環ノズルは作業員が通ることができる大きさである。そして、バッフルプレート23およびシュラウドサポート19には隙間部があり、これらの隙間部も作業員が通ることができる大きさであり、再循環ノズルと連通している。したがって、作業員はこの再循環ノズルを介して原子炉圧力容器13の外部から内部にアクセスすることが可能である。   In this process, the access route to the upper work area is the upper opening of the reactor pressure vessel on the operation floor 1 side above the core shroud 2, while the access route to the lower work region is opened to the lower part of the reactor pressure vessel 13. It is done as an opening in the recirculation outlet nozzle. That is, as described above, for example, the N1 nozzle 22 of the recirculation nozzle opened at the lower part of the reactor pressure vessel 13 is opened, and this recirculation nozzle has a size that allows an operator to pass through. The baffle plate 23 and the shroud support 19 have gaps that are large enough for an operator to pass through and communicate with the recirculation nozzle. Therefore, the worker can access the inside of the reactor pressure vessel 13 from the outside through the recirculation nozzle.

そこで、本実施形態の炉内機器据付け工程では、炉心支持板30の取付け後に、個別作業として、上側作業空間では上部格子板の取付けおよび他の上側空間での作業を行い、これと平行して、下側作業領域ではインコアモニタハウジングの開先加工、インコアモニタガイドチューブの取付け、スタビライザ33の取付けおよび差圧検出器・ホウ酸水注入配管32の取付けを行う(図9の符号c1、d1、e1等参照)。   Therefore, in the in-core equipment installation process of the present embodiment, after the core support plate 30 is installed, the upper work plate is installed in the upper work space and the work in the other upper space is performed in parallel with the upper work space. In the lower work area, the groove processing of the in-core monitor housing, the attachment of the in-core monitor guide tube, the attachment of the stabilizer 33 and the attachment of the differential pressure detector / borate water injection pipe 32 are performed (reference numerals c1, d1, FIG. 9). e1 etc.).

このように、図9の符号c1、d1、e1で示した本実施形態の工程では、炉心シュラウド2内の上側作業領域と下側作業領域で同時に異なる炉内機器を平行する組立作業等として実施することができるため、機器組立工程において作業時間を短縮することができる(図9の時間T1参照)。   As described above, in the process of the present embodiment indicated by reference numerals c1, d1, and e1 in FIG. 9, different in-core equipment is simultaneously performed in the upper work area and the lower work area in the core shroud 2 as an assembly work or the like. Therefore, the working time can be shortened in the device assembly process (see time T1 in FIG. 9).

(4−3)N1ノズルプラグ取付け、アニュラス水張り、再循環ポンプ(PLR)配管復旧(図6、図9)
図6は、上記各機器の組立後に、下側領域のアクセスルートとしていたN1ノズル22をプラグ35により閉塞するN1ノズルプラグ取付け、アニュラス部への水張り(水36)、再循環ポンプ20(PLR)の配管復旧を行う状態を示している。
(4-3) N1 nozzle plug installation, annulus water filling, recirculation pump (PLR) piping restoration (Figs. 6 and 9)
FIG. 6 shows that after assembling each of the above devices, the N1 nozzle 22 used as the access route in the lower region is attached with the N1 nozzle plug, the water filling the annulus (water 36), and the recirculation pump 20 (PLR) This shows the state where the pipe is restored.

この工程では、図6に示すように、炉心支持板30の下側作業領域での作業が終了し、次の上部格子板等の設置準備が行われる。   In this step, as shown in FIG. 6, the work in the lower work area of the core support plate 30 is completed, and preparation for installation of the next upper grid plate and the like is performed.

(4−4)上部格子板(TG)復旧(図7、図9)
図7は、上部格子板を復旧させるための作業状態を示している。図7に示すように、炉心シュラウド2の上部リングに上部格子板を設置し、炉心シュラウド2内に上方から上部格子板を吊下す。そして、芯計測装置41を使用して、例えば上部格子板の上方から作業者により上部格子板の芯計測を行い、計測後に炉心支持板30を固定して取付ける(図9の符号f1参照)。この工程後には、先の工程で装着した図示省略の炉内機器ガイド用の仮ガイドロッド(GR)の取外しが行われる(図9の符号g1参照)。
(4-4) Upper grid plate (TG) restoration (Figs. 7 and 9)
FIG. 7 shows a working state for restoring the upper grid plate. As shown in FIG. 7, the upper grid plate is installed on the upper ring of the core shroud 2, and the upper grid plate is suspended from above in the core shroud 2. Then, using the core measuring device 41, for example, the operator performs core measurement of the upper grid plate from above the upper grid plate, and after the measurement, the core support plate 30 is fixed and attached (see reference numeral f1 in FIG. 9). After this step, the temporary guide rod (GR) for in-furnace equipment guide (not shown) attached in the previous step is removed (see symbol g1 in FIG. 9).

(4−5)炉壁シール取外し等(図8、図9)
図8は、上記各工程の後に炉壁シールを取外した状態を示している。この後はアニュラス部の水により遮蔽が行われる(図9の符号h1参照)。
(4-5) Removal of furnace wall seal, etc. (FIGS. 8 and 9)
FIG. 8 shows a state where the furnace wall seal is removed after each of the above steps. Thereafter, shielding is performed with water in the annulus portion (see symbol h1 in FIG. 9).

以上の工程後には、ブラケット類の表面改質(CHS)(図9の符号i1参照)、炉上部復旧(図9の符号j1参照)、上部シールド取外し(図9の符号k1参照)、ガイドロッド(GR)復旧(図9の符号l1参照)、使用前検査(図9の符号m1参照)および点検等(図9の符号n1参照)を行い、作業を終了する。   After the above steps, surface modification of the brackets (CHS) (see symbol i1 in FIG. 9), restoration of the upper part of the furnace (see symbol j1 in FIG. 9), removal of the upper shield (see symbol k1 in FIG. 9), guide rod (GR) Restoration (see reference numeral 11 in FIG. 9), pre-use inspection (see reference numeral m1 in FIG. 9), inspection, etc. (see reference numeral n1 in FIG. 9) are performed, and the operation is completed.

(5)比較(図9、図10)
図9は本発明の実施形態による作業工程(a1〜n1)および短縮される時間(T1、T3)を示しており、図10は本発明に対応する従来の方法による作業工程(a2〜n2)および時間(T1、T3)を示している。図9および図10を対比した場合、本実施形態においては、炉心シュラウド2の内部空間を炉心支持板30の設置高さ位置を基準として上側作業領域と下側作業領域とに分け、これらの各作業領域にそれぞれ個別にアクセスして炉内機器の組立作業を平行して進行させることにより、従来の下方から上方に順次に作業する工程に比して、(c1〜e1)の工程において、作業時間を従来例のT2から本実施形態のT2に短縮できることが試算により明確となった。
(5) Comparison (FIGS. 9 and 10)
FIG. 9 shows work steps (a1 to n1) and reduced times (T1, T3) according to an embodiment of the present invention, and FIG. 10 shows work steps (a2 to n2) according to a conventional method corresponding to the present invention. And time (T1, T3). When comparing FIG. 9 and FIG. 10, in this embodiment, the internal space of the core shroud 2 is divided into an upper work area and a lower work area based on the installation height position of the core support plate 30. In the processes (c1 to e1) compared to the conventional process of sequentially working from the lower side to the upper side by individually accessing the work area and proceeding with the assembly work of the in-furnace equipment in parallel, Trial calculations revealed that the time can be shortened from T2 of the conventional example to T2 of the present embodiment.

また、図示しないが、炉心シュラウド製作工程においても、作業時間が短縮される。さらに、炉上部復旧についても作業時間を従来例のT4から本実施形態のT3に短縮される。   Although not shown, the work time is shortened also in the core shroud manufacturing process. Further, for the recovery of the furnace upper part, the working time is shortened from T4 of the conventional example to T3 of the present embodiment.

具体的には、合計日数を算出した結果、新たな炉心シュラウド2の製作から、図9および図10に示した炉心シュラウド2内への搬送および機器組立作業を経て交換作業が終了するまでの期間(旧シュラウド撤去等を除く)について、従来例では工期が72.5日であるのに対し、本実施形態では52.2日となり、約20日の短縮が可能である。   Specifically, as a result of calculating the total number of days, the period from the production of the new core shroud 2 to the completion of the replacement work through the transportation into the core shroud 2 and the equipment assembly work shown in FIGS. 9 and 10 With regard to (excluding removal of the old shroud, etc.), the construction period is 72.5 days in the conventional example, whereas in this embodiment, it is 52.2 days, which can be shortened by about 20 days.

また、本実施形態によれば、炉心シュラウド2の製作および搬送、ならびに作業領域の区分による機器取付等についての平行作業により、作業軽減、高能率化等の効果が合せて発揮される。   In addition, according to the present embodiment, effects such as work reduction and high efficiency can be exhibited by the parallel work of manufacturing and transporting the core shroud 2 and mounting the equipment by dividing the work area.

以上のように、本実施形態によれば、新たな炉心シュラウドの製作から炉心シュラウド内への搬送および機器組立作業を経て、交換作業が終了するまでの期間を大幅に短縮することができる。   As described above, according to the present embodiment, it is possible to significantly shorten the period from the manufacture of a new core shroud to the transfer into the core shroud and the equipment assembly work until the replacement work is completed.

本発明の一実施形態における炉心シュラウド製作工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the core shroud manufacturing process in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態における炉心シュラウド据付け工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the core shroud installation process in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態における荷重支持用プレート搬出工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the plate for carrying out the load support in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態における炉内機器組立工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the in-furnace apparatus assembly process in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態における炉内機器組立工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the in-furnace apparatus assembly process in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態における炉内機器組立工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the in-furnace apparatus assembly process in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態における炉内機器組立工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the in-furnace apparatus assembly process in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態における炉内機器組立工程を説明する断面図。Sectional drawing explaining the in-furnace apparatus assembly process in one Embodiment of this invention. 本発明の一実施形態による方法を示すタイムチャート。2 is a time chart illustrating a method according to an embodiment of the present invention. 従来例を示すタイムチャート。The time chart which shows a prior art example.

符号の説明Explanation of symbols

1‥オペレーションフロア、2‥炉心シュラウド、4‥クレーン、5‥ガイドレール、6‥ワイヤ、7‥フック、8‥給水スパージャインレット管、9‥ショートリング、10‥上部荷重支持用プレート、11‥下部荷重支持用プレート、12‥シュラウド吊具、13‥原子炉圧力容器、14‥遮蔽部材、15‥制御棒駆動機構ハウジング、16‥ジャッキスタンドベース、17‥ジャッキ、18‥柱、19‥シュラウドサポート、20‥再循環ポンプ、21‥ディフューザ、22‥N1ノズル、23‥バッフルプレート、30‥炉心支持板、31‥芯計測装置、33‥スタビライザ、32‥差圧検出器・ホウ酸水注入配管。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Operation floor, 2 ... Core shroud, 4 ... Crane, 5 ... Guide rail, 6 ... Wire, 7 ... Hook, 8 ... Water supply sparger inlet pipe, 9 ... Short ring, 10 ... Upper load support plate, 11 ... Lower Load support plate, 12 ... shroud suspension, 13 ... reactor pressure vessel, 14 ... shielding member, 15 ... control rod drive mechanism housing, 16 ... jack stand base, 17 ... jack, 18 ... pillar, 19 ... shroud support, DESCRIPTION OF SYMBOLS 20 ... Recirculation pump, 21 ... Diffuser, 22 ... N1 nozzle, 23 ... Baffle plate, 30 ... Core support plate, 31 ... Core measuring device, 33 ... Stabilizer, 32 ... Differential pressure detector, boric acid water injection piping.

Claims (8)

炉内が除線され、炉心シュラウドが撤去された原子炉圧力容器内に、新たな炉心シュラウドを設置して炉内機器を組立てる炉心シュラウド取替方法であって、原子炉圧力容器上方のオペレーションフロアで炉心シュラウドを製作するとともに、この炉心シュラウドの荷重支持用プレートの艤装を行う炉心シュラウド製作工程と、製作された炉心シュラウドを前記オペレーションフロアから前記原子炉圧力容器内に吊下して据付ける炉心シュラウド据付け工程と、前記炉心シュラウドの据付け後に前記荷重支持用プレートを前記オペレーションフロア側に一体で搬出する荷重支持用プレート搬出工程と、前記炉心シュラウドの内部空間を炉心支持板の設置高さ位置を基準として上側作業領域と下側作業領域とに分け、これらの各作業領域にそれぞれ個別にアクセスして炉内機器の組立作業を進行させる炉内機器組立工程とを備えることを特徴とする炉心シュラウド取替方法。 A core shroud replacement method in which a new core shroud is installed in a reactor pressure vessel from which the inside of the reactor has been derailed and the core shroud has been removed to assemble the in-core equipment, and the operation floor above the reactor pressure vessel A core shroud manufacturing process for manufacturing a core shroud and mounting a load supporting plate for the core shroud, and a core in which the manufactured core shroud is suspended from the operation floor and installed in the reactor pressure vessel. A shroud installation step, a load support plate unloading step for unloading the load support plate to the operation floor side after installation of the core shroud, and an inner space of the core shroud to determine the installation height position of the core support plate. As a reference, the upper work area and the lower work area are divided into each of these work areas. Core shroud replacement method characterized by comprising a furnace device assembly process of advancing the assembly operation of the furnace device by individually accessed is. 前記炉心シュラウド製作工程において、前記炉心シュラウドの上端部に給水スパージャインレット管を取付けておき、前記炉心シュラウド据付け工程において、前記給水スパージャインレット管と前記炉心シュラウドとを一体で前記原子炉圧力容器内に組込む請求項1記載の炉心シュラウド取替方法。 In the core shroud manufacturing process, a water supply sparger inlet pipe is attached to the upper end portion of the core shroud, and in the core shroud installation process, the water supply sparger inlet pipe and the core shroud are integrated into the reactor pressure vessel. The core shroud replacement method according to claim 1, which is incorporated. 前記炉心シュラウド製作工程において、前記炉心シュラウドを前記オペレーションフロア上の一定位置に固定配置したままでシュラウド組立および艤装の全てを行う請求項1記載の炉心シュラウド取替方法。 The core shroud replacement method according to claim 1, wherein in the core shroud manufacturing process, all of the shroud assembly and outfitting are performed while the core shroud is fixedly arranged at a fixed position on the operation floor. 前記炉心シュラウド製作工程において、製作する炉心シュラウドの下端部構成材の一部を除いて全高を低くすることにより、前記炉給水スパージャインレット管の取付けによるフロア上方空間の高さの裕度を確保し、この炉心シュラウド製作工程において除かれた前記炉心シュラウドの下端部構成材を、前記炉心シュラウド据付け工程において炉内のシュラウド支持部材に連結する請求項1記載の炉心シュラウド取替方法。 In the core shroud manufacturing process, the height of the space above the floor is secured by mounting the water feed sparger inlet pipe by lowering the overall height except for a part of the lower end portion constituent material of the core shroud to be manufactured. The core shroud replacement method according to claim 1, wherein the lower end constituent material of the core shroud removed in the core shroud manufacturing step is connected to a shroud support member in the reactor in the core shroud installation step. 艤装品である前記荷重支持用プレートを複数部品からなるものとし、前記荷重支持用プレート搬出工程では、前記複数部品からなる荷重支持用プレートを一体として前記オペレーションフロア側に搬出する請求項1記載の炉心シュラウド取替方法。 2. The load support plate as a fitting product is made up of a plurality of parts, and the load support plate made up of the plurality of parts is integrally carried out to the operation floor side in the load support plate unloading step. Core shroud replacement method. 前記炉内機器組立工程における上側作業領域へのアクセスルートを前記炉心シュラウド上方のオペレーションフロア側の原子炉圧力容器上部開口とする一方、前記下側作業領域へのアクセスルートを前記原子炉圧力容器下部に開けられている再循環出口ノズルの開口とする請求項1記載の炉心シュラウド取替方法。 The access route to the upper work area in the in-reactor equipment assembly process is the upper opening of the reactor pressure vessel on the operation floor side above the core shroud, while the access route to the lower work area is the lower part of the reactor pressure vessel The core shroud replacement method according to claim 1, wherein the recirculation outlet nozzle is opened in the opening. 前記炉内機器組立工程において、炉心支持板の取付け作業および計測を、前記上側作業領域および前記下側作業領域での協同作業により行う請求項1記載の炉心シュラウド取替方法。 2. The core shroud replacement method according to claim 1, wherein in the in-core equipment assembly step, the core support plate is attached and measured by cooperative work in the upper work area and the lower work area. 前記炉内機器据付け工程では、炉心支持板の取付け後に、個別作業として、前記上側作業空間では上部格子板の取付けおよび他の上側空間での作業を行い、これと平行して、前記下側作業エリアではインコアモニタハウジングの開先加工、インコアモニタガイドチューブの取付け、スタビライザ取付けおよび差圧検出器・ホウ酸水注入配管の取付けを行う請求項1記載の炉心シュラウド取替方法。 In the in-furnace equipment installation process, after the core support plate is installed, the upper work plate is installed in the upper work space and the work in the other upper space is performed in the upper work space. 2. The core shroud replacement method according to claim 1, wherein in the area, groove processing of the in-core monitor housing, attachment of the in-core monitor guide tube, attachment of the stabilizer, and attachment of the differential pressure detector / boric acid water injection pipe are performed.
JP2007069592A 2007-03-16 2007-03-16 Core shroud replacement method Pending JP2008232678A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2007069592A JP2008232678A (en) 2007-03-16 2007-03-16 Core shroud replacement method

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2007069592A JP2008232678A (en) 2007-03-16 2007-03-16 Core shroud replacement method

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2008232678A true JP2008232678A (en) 2008-10-02

Family

ID=39905669

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2007069592A Pending JP2008232678A (en) 2007-03-16 2007-03-16 Core shroud replacement method

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2008232678A (en)

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH08105990A (en) * 1994-10-05 1996-04-23 Hitachi Ltd Installation method for structure in nuclear reactor, nuclear reactor shroud welder therefor, and nuclear reactor combination shroud hanger and core measuring device therefore
JPH08194085A (en) * 1995-01-20 1996-07-30 Hitachi Ltd Shroud suspending method for nuclear reactor and shroud structure
JPH08233972A (en) * 1995-02-24 1996-09-13 Hitachi Ltd Method for replacing nuclear reactor internal constitution
JPH09113666A (en) * 1995-10-24 1997-05-02 Hitachi Ltd Method for installing core internal structure
JPH11304978A (en) * 1998-04-24 1999-11-05 Toshiba Corp Core shroud
JP2000284088A (en) * 1999-03-31 2000-10-13 Toshiba Corp Replacing method for core shroud
JP2000304890A (en) * 1999-04-19 2000-11-02 Hitachi Ltd Reactor internal structure replacing method
JP2001349979A (en) * 2000-06-08 2001-12-21 Toshiba Corp Method and structure for replacing core spray sparger
JP2003172793A (en) * 2001-12-07 2003-06-20 Hitachi Ltd Method of temporarily placing reactor container head

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH08105990A (en) * 1994-10-05 1996-04-23 Hitachi Ltd Installation method for structure in nuclear reactor, nuclear reactor shroud welder therefor, and nuclear reactor combination shroud hanger and core measuring device therefore
JPH08194085A (en) * 1995-01-20 1996-07-30 Hitachi Ltd Shroud suspending method for nuclear reactor and shroud structure
JPH08233972A (en) * 1995-02-24 1996-09-13 Hitachi Ltd Method for replacing nuclear reactor internal constitution
JPH09113666A (en) * 1995-10-24 1997-05-02 Hitachi Ltd Method for installing core internal structure
JPH11304978A (en) * 1998-04-24 1999-11-05 Toshiba Corp Core shroud
JP2000284088A (en) * 1999-03-31 2000-10-13 Toshiba Corp Replacing method for core shroud
JP2000304890A (en) * 1999-04-19 2000-11-02 Hitachi Ltd Reactor internal structure replacing method
JP2001349979A (en) * 2000-06-08 2001-12-21 Toshiba Corp Method and structure for replacing core spray sparger
JP2003172793A (en) * 2001-12-07 2003-06-20 Hitachi Ltd Method of temporarily placing reactor container head

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6402094B2 (en) Refueling method for nuclear reactor
JP4850214B2 (en) Carrying out the reactor internals
CN203465957U (en) Device for checking reactor pressure vessel of nuclear power station
EP2511910A1 (en) Reactor vessel repair method
JP3660770B2 (en) How to replace in-furnace structures
JP3679823B2 (en) How to replace the core shroud
JP2000206294A (en) Method for bringing out large equipment
JP2008256586A (en) Access device in riser pipe section work of jet pump, using method of access device, and access device rotation auxiliary device
JP2008232678A (en) Core shroud replacement method
JP4276808B2 (en) Equipment for carrying out nuclear power plant equipment
JPH09145882A (en) Reactor pressure vessel replacing method and equipment at the time of replacing reactor pressure vessel
CN112935609A (en) Tool and method for field installation of large flange
JP3897928B2 (en) How to replace the core shroud
JP4055157B2 (en) Reactor pressure vessel replacement method
JPH08105990A (en) Installation method for structure in nuclear reactor, nuclear reactor shroud welder therefor, and nuclear reactor combination shroud hanger and core measuring device therefore
JP2000304890A (en) Reactor internal structure replacing method
JP2019012018A (en) Method of moving shroud head
JP3519074B2 (en) Removal method of reactor pressure vessel
JPH10260290A (en) Method and apparatus for replacing structure in reactor pressure vessel
JP2011090011A (en) Reactor internal carry-out method
JP2000346993A (en) Method for handling large structure in reactor building
JP4393011B2 (en) Replacement method of core spray system equipment
JP2000304892A (en) Reactor internal structure replacing method
JP6301764B2 (en) Method of unloading nuclear equipment, unloading device thereof, and method of retrieving fuel debris
CN116844744A (en) Device and method for inspecting video inside guide tube of nuclear fuel assembly

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20090403

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20100426

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20100527

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20100608

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20101019